JPS588760B2 - 破損燃料検出装置 - Google Patents
破損燃料検出装置Info
- Publication number
- JPS588760B2 JPS588760B2 JP53055612A JP5561278A JPS588760B2 JP S588760 B2 JPS588760 B2 JP S588760B2 JP 53055612 A JP53055612 A JP 53055612A JP 5561278 A JP5561278 A JP 5561278A JP S588760 B2 JPS588760 B2 JP S588760B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- cap
- detection device
- damaged
- fuel assembly
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、破損燃料検出装置に係り、燃料集合体の高さ
が相違する場合でも好適に破損燃料を検出できる破損燃
料検出装置に関するものである。
が相違する場合でも好適に破損燃料を検出できる破損燃
料検出装置に関するものである。
原子力発電所では、定期検査時に燃料の検査を実施し、
燃料の健全性を確認している。
燃料の健全性を確認している。
通常、原子炉の炉心部に燃料集合体を装荷したままで実
施する炉内破損燃料検出によって漏洩または漏洩の疑い
有りと判定された燃料集合体を、使用済燃料貯蔵プール
等における炉外破損燃料検出にて健全性を判定している
。
施する炉内破損燃料検出によって漏洩または漏洩の疑い
有りと判定された燃料集合体を、使用済燃料貯蔵プール
等における炉外破損燃料検出にて健全性を判定している
。
この炉内における破損燃料の検出は、1本あるいは、数
本の燃料集合体にシツパーキャップを覆せ、燃料集合体
を他から隔離した状態で燃料集合体内の冷却水の一部を
採取し、その中に含まれる特定の核分裂生成物の放射能
強度を測定し、比較判定する方法を採用している。
本の燃料集合体にシツパーキャップを覆せ、燃料集合体
を他から隔離した状態で燃料集合体内の冷却水の一部を
採取し、その中に含まれる特定の核分裂生成物の放射能
強度を測定し、比較判定する方法を採用している。
この炉内破損燃料検出方法を、以下、図により詳細に説
明する。
明する。
第1図は破損燃料検出装置の全体概要図、第2図はその
系統図である。
系統図である。
破損燃料検出装置は、操作盤1、シツパーキャップ2よ
り構成され、操作盤1は、原子炉建屋(図示せず)内の
燃料交換フロア上に設置される。
り構成され、操作盤1は、原子炉建屋(図示せず)内の
燃料交換フロア上に設置される。
シツパーキャツプ2は、燃料交換台車(図示せず)によ
りベイル4を掴まれて、原子炉の炉心部内に配置された
燃料集合体5に覆せるように、トップガイド6上に装着
される。
りベイル4を掴まれて、原子炉の炉心部内に配置された
燃料集合体5に覆せるように、トップガイド6上に装着
される。
次に、ハンドルコツク7を操作し、ポンプ8を作動させ
、採水管9を介して燃料集合体5内の冷却水をサンプリ
ングする。
、採水管9を介して燃料集合体5内の冷却水をサンプリ
ングする。
その後、ストップ弁10を開操作し、サンプリング管1
1からサンプルを採取、分析している。
1からサンプルを採取、分析している。
12はエア供給管である。
尚、第1図および第2図は多数体の燃料集合体用シッピ
ング装置を示している。
ング装置を示している。
第3図により、従来の技術について説明する。
図は、シッパーキャップ2が、燃料集合体5に正確に覆
り、トップガイド6に装着した状態を示している。
り、トップガイド6に装着した状態を示している。
シツパーキャツプ2は、アウターキャップ14、インナ
ーキャップ17.18からなっている。
ーキャップ17.18からなっている。
破損燃料検出は、この状態でエア供給管12からアウタ
ーキャップ14内にエアを供給する。
ーキャップ14内にエアを供給する。
アウターキャップ14に設けられた4隅の開口部15か
らエアバブルが、平均的に噴出していることで、シツパ
ーキャップ13が正確に装着していることを確認してい
る。
らエアバブルが、平均的に噴出していることで、シツパ
ーキャップ13が正確に装着していることを確認してい
る。
開口部15は、燃料ハンドル5,15の上端よりも下方
に位置する。
に位置する。
尚、燃料集合体5と燃料集合体16は、アウターキャッ
プ14内に取付けられる各々インナーキャップ17.1
8を覆せて隔離しているため、ポンプ8を起動させて、
採水管9を介して各燃料集合体5,16内の冷却水を採
取することができる。
プ14内に取付けられる各々インナーキャップ17.1
8を覆せて隔離しているため、ポンプ8を起動させて、
採水管9を介して各燃料集合体5,16内の冷却水を採
取することができる。
19.20はインナーキャップ17.18の下端に設け
られ各燃料バンドル5,16を完全に隔離するためのガ
スケットである。
られ各燃料バンドル5,16を完全に隔離するためのガ
スケットである。
従来、トップガイド6と燃料集合体のチャンネルボック
ス上端の距離「L」は一定であると考えられていたが、
燃料集合体5,16は、それらの燃焼度により軸方向の
長さが数10mmも異なることが判明した。
ス上端の距離「L」は一定であると考えられていたが、
燃料集合体5,16は、それらの燃焼度により軸方向の
長さが数10mmも異なることが判明した。
そのためシツパーキャップ13がトップガイド6に正確
に着座できず、インナーキャップ17.18が燃料集合
体5,16の上に水平に装着しないため各々の燃料バン
ドル5,16を隔離できなくなった。
に着座できず、インナーキャップ17.18が燃料集合
体5,16の上に水平に装着しないため各々の燃料バン
ドル5,16を隔離できなくなった。
従って於ポンプ8を起動して各々の燃料集合体5,16
内の冷却水をサンプリングし、測定、分析しても同じよ
うな結果となり、どの燃料集合体が健全であるかを判定
することができない。
内の冷却水をサンプリングし、測定、分析しても同じよ
うな結果となり、どの燃料集合体が健全であるかを判定
することができない。
本発明の目的は、上記した従来技術の欠点をなくシ、破
損燃料の検出精度を向上させることにある。
損燃料の検出精度を向上させることにある。
本発明の特徴は、インナーキャップを、アウターキャッ
プに固定されてサンプリング管が設置される案内管に、
案内管の軸方向にスライド可能に取付け、インナーキャ
ップの上端とアウターキャップの上端との間に間隙を設
け、サンプリング管をフレキシブルにすることにある。
プに固定されてサンプリング管が設置される案内管に、
案内管の軸方向にスライド可能に取付け、インナーキャ
ップの上端とアウターキャップの上端との間に間隙を設
け、サンプリング管をフレキシブルにすることにある。
本発明の好適な一実施例を以下に述べる。
本実施例のシツパーキャップは第4図に示す如く、アウ
ターキャップ14の上部壁面とインナーキャップ17の
上端との間にギャップGを持たせる。
ターキャップ14の上部壁面とインナーキャップ17の
上端との間にギャップGを持たせる。
このギャップGを設けることによって、燃焼度の違いに
より燃料集合体5及び16の長さの差異lが数1071
mあっても、インナーキャップ17は内部に採水管9が
通るロツド22にガイドされてロツド22の軸方向に自
由に上下動可能な構造となっているため、インナー苓ヤ
ツプ17に取付けられるガスケット19が燃料集合体5
の上部に覆り、完全に他の燃料集合体16から隔離する
ことができる。
より燃料集合体5及び16の長さの差異lが数1071
mあっても、インナーキャップ17は内部に採水管9が
通るロツド22にガイドされてロツド22の軸方向に自
由に上下動可能な構造となっているため、インナー苓ヤ
ツプ17に取付けられるガスケット19が燃料集合体5
の上部に覆り、完全に他の燃料集合体16から隔離する
ことができる。
インナーキャップ17の落下を防止するためにロツド2
2にストツパ27が設けられる。
2にストツパ27が設けられる。
従来、採水管9は、鋼管を用いて燃料集合体の延びに関
係なくサンプリングロは一定であったため、燃料集合体
のタイロツド(図示せず)等との干渉あるいはタイロツ
ドに乗り上げることによってシツパーキャツプ2を正確
に装着できないという問題があった。
係なくサンプリングロは一定であったため、燃料集合体
のタイロツド(図示せず)等との干渉あるいはタイロツ
ドに乗り上げることによってシツパーキャツプ2を正確
に装着できないという問題があった。
本実施例では、サンプリング管9は可撓性のある材料と
し、燃料集合体のタイロツド等との干渉による装着不具
合をなくしている。
し、燃料集合体のタイロツド等との干渉による装着不具
合をなくしている。
更に、ナット21を回転させ、ネジーナット機構により
、採水管9の先端位置を上下移動可能としたため、常に
、燃料集合体の最適な位置から冷却水をサンプリングす
ることが可能となった。
、採水管9の先端位置を上下移動可能としたため、常に
、燃料集合体の最適な位置から冷却水をサンプリングす
ることが可能となった。
次に、本実施例によるシツパーキャップ2の作動につい
て、第4図および第5図により説明する。
て、第4図および第5図により説明する。
先ず、シツパーキャツプ2のベイル4を燃料交換台車の
燃料掴み装置で掴み、破損燃料の検査対象の燃料集合体
5,16上部にシツパーキャツプ2を移動し、トップガ
イド6の1セルを覆うようにして、アウターキャップ1
4をトップガイド6上に着座させる。
燃料掴み装置で掴み、破損燃料の検査対象の燃料集合体
5,16上部にシツパーキャツプ2を移動し、トップガ
イド6の1セルを覆うようにして、アウターキャップ1
4をトップガイド6上に着座させる。
この時、アウターキャップ14内の複数のインナーキャ
ップは、ガイド23により案内されて、燃料集合体5,
16のベイル24に沿って下降し、ガスケット19が、
燃料集合体5,16上部をシートする位置にセットされ
る。
ップは、ガイド23により案内されて、燃料集合体5,
16のベイル24に沿って下降し、ガスケット19が、
燃料集合体5,16上部をシートする位置にセットされ
る。
このインナーキャップ17下降時、各燃料集合体の長さ
に差異ある場合でもその差異はインナーキャップ17の
上下方向への移動によって吸収できる。
に差異ある場合でもその差異はインナーキャップ17の
上下方向への移動によって吸収できる。
更に採水管9をフレキシブルとしたため、インナーキャ
ップ17がスムースに燃料集合体の上端に着座し、燃料
集合体相互を完全に隔離できる。
ップ17がスムースに燃料集合体の上端に着座し、燃料
集合体相互を完全に隔離できる。
次で、エア供給管12より、アウターキャップ14内に
エアを供給しアウターキャップ14の開口部26から出
る気泡25が、4隅から均一に噴出していることを確認
し、ポンプ8を起動し、採水管9より燃料バンドル内の
冷却水をサンプリングしている。
エアを供給しアウターキャップ14の開口部26から出
る気泡25が、4隅から均一に噴出していることを確認
し、ポンプ8を起動し、採水管9より燃料バンドル内の
冷却水をサンプリングしている。
本実施例によれば、以下のような効果が得られる。
(1)燃料集合体の燃焼度による延びの差異が出ても、
正確に破損燃料を検出することができる。
正確に破損燃料を検出することができる。
(2)採水管に可撓性を持たせるため、シツパーキャツ
プの燃料集合体への装着が容易になる。
プの燃料集合体への装着が容易になる。
(3)採水管の採水位置を可変としたため、一定のサン
プリング位置を設定でき、より精度の高い破損燃料検出
ができる。
プリング位置を設定でき、より精度の高い破損燃料検出
ができる。
本発明によれば、燃料集合体の燃焼度の相違によって各
燃料集合体の延びに差異が生じても、各燃料集合体を確
実に隔離できるので、破損燃料の検出精度が向上する。
燃料集合体の延びに差異が生じても、各燃料集合体を確
実に隔離できるので、破損燃料の検出精度が向上する。
第1図は破損燃料検出装置の概略図、第2図は第1図に
示す装置の系統図、第3図は従来の破損燃料検出装置の
局部縦断面図、第4図は本発明の好適な一実施例である
破損燃料検出装置の局部縦断面図、第5図は第4図の■
一■断面図である。 2…シツパーキャップ、5,16…燃料集合体、9…採
水管、14…アウターキャップ、17…インナーキャッ
プ、22…ロンド。
示す装置の系統図、第3図は従来の破損燃料検出装置の
局部縦断面図、第4図は本発明の好適な一実施例である
破損燃料検出装置の局部縦断面図、第5図は第4図の■
一■断面図である。 2…シツパーキャップ、5,16…燃料集合体、9…採
水管、14…アウターキャップ、17…インナーキャッ
プ、22…ロンド。
Claims (1)
- 1 原子炉の炉心部に配置された燃料集合体の上部を被
うインナーキャップと、複数の前記インナーキャップが
内部に設けられるアウターキャップと、前記アウターキ
ャップに取付けられて前記インナーキャップ内に挿入さ
れるサンプリング管とからなる破損燃料検出装置におい
て、前記インナーキャップを、前記アウターキャップに
固定されて前記サンプリング管が設置される案内管に、
前記案内管の軸方向にスライド可能に取付け、前記イン
ナーキャップの上端と前記アウターキャップの上端との
間に間隙を設け、前記サンプリング管をフレキシブルに
することを特徴とする破損燃料検出装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP53055612A JPS588760B2 (ja) | 1978-05-12 | 1978-05-12 | 破損燃料検出装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP53055612A JPS588760B2 (ja) | 1978-05-12 | 1978-05-12 | 破損燃料検出装置 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS54147399A JPS54147399A (en) | 1979-11-17 |
JPS588760B2 true JPS588760B2 (ja) | 1983-02-17 |
Family
ID=13003580
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP53055612A Expired JPS588760B2 (ja) | 1978-05-12 | 1978-05-12 | 破損燃料検出装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS588760B2 (ja) |
-
1978
- 1978-05-12 JP JP53055612A patent/JPS588760B2/ja not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS54147399A (en) | 1979-11-17 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4336103A (en) | Method of repairing partly burnt-off fuel elements in the fuel-element pit pressurized water reactors and device therefor | |
US4048009A (en) | Method of and apparatus for checking the dimensions of the extensions of the control rods of a nuclear reactor | |
JP3121077B2 (ja) | 加圧水型原子炉における炉心計装装置 | |
US3945245A (en) | Method and equipment for detecting deflective nuclear fuel rods | |
US4072559A (en) | Method and apparatus for the zone-wise shuffling of nuclear reactor fuel elements | |
US5414742A (en) | Leak-detection system and method for detecting a leaking container | |
JPS5853758B2 (ja) | 欠陥核燃料要素の検出方法と装置 | |
US6570949B2 (en) | Method and apparatus for testing nuclear reactor fuel assemblies | |
KR102542254B1 (ko) | 핵연료 어셈블리의 침투 검사에 의한 밀봉 검증 장치 및 방법 | |
US3878040A (en) | Failed fuel detector | |
US5383226A (en) | Method of carrying out leak detection of nuclear fuel assemblies | |
US6345082B1 (en) | Fuel assembly mechanical flow restriction apparatus for detecting failure in situ of nuclear fuel rods in a fuel assembly during reactor shutdown | |
US4318777A (en) | Apparatus for detecting failure of the nuclear fuel rod | |
US3983741A (en) | Method and apparatus for locating defective fuel rods in a reactor fuel assembly | |
JPS588760B2 (ja) | 破損燃料検出装置 | |
US4172760A (en) | Neutron transmission testing apparatus and method | |
US5483560A (en) | Method and apparatus for testing, repairing or exchanging the nozzles passing through the bottom of a reactor pressure vessel | |
US3964964A (en) | Identification of failed fuel element | |
US4697322A (en) | Method and device for repairing fuel assemblies of boiling-water nuclear reactors | |
EP0684612B1 (en) | Leak-detection system and method for detecting an individual leaking nuclear fuel rod having radioactive material leaking therefrom | |
EP1184878A1 (en) | Refueling mast retaining tool for a nuclear reactor | |
JPH09189794A (ja) | 燃料破損検出用採水装置 | |
JP2001281385A (ja) | 破損燃料検出装置 | |
JPS5823910B2 (ja) | 放射能濃度測定装置 | |
CN116997977A (zh) | 用于在核设施的池中提升或降低核燃料组件的装置 |